The general approach to analysis of a nuclear reactor core in multi-group treatment is to divide the periodic array of the lattice into several identical unit cells, so called equivalent cells, and then to calculate the effective homogenized group constants representing the nuclear characteristics of the cell. For a small compact core such as the Korea Multi-purpose Research Reactor (KMRR) with high-worth control rods, it is difficult to devise equivalent cell models, because large and asymmetric neutron leakages are expected at the cell boundary.
Cell homogenization methods subject to the cell boundary neutron leakages have been investigated in order to evaluate their applicability to an asymmetric cell with strong absorber.
An iterative homogenization method has been developed to improve the homogenized cross sections for strongly heterogeneous zones including fuel region in research reactors. The method is developed using the transport theory with the one-dimensional cylindrical cell model. The albedo at the cell boundary is iteratively updated to reflect the geometry effect coming from the material properties of adjacent cells. The flux-weighting homogenized group constants are then modified by a correction factor of the cell flux ratio before and after homogenization using the updated albedo.
The proposed method has been tested to a simplified core model of the Korea Multi-purpose Research Reactor (KMRR). The results demonstrate that reaction rates of the off-centered control shroud cell and the multiplication factor as well as the power distributions of the reactor core are close to those of the fine mesh heterogeneous transport model. Accuracy of the method for strongly heterogeneous zones in reactor characteristics has been remarkably improved in comparison with that of the conventional flux-weighting method.
원자로 해석에 있어서 다군 이론에 의한 일반적인 쎌 균질화 방법은 노심내에 주기적으로 배열된 유사한 단위 쎌들을 정의하여 등가의 쎌을 마련하고 이들 단위쎌을 대표할 수 있는 유효 군정수 자료를 계산하는 것이다. 그러나 제어봉 값이 매우 큰 다목적연구로와 같은 소형 노심에서는 쎌 경계면에서의 중성자 누출이 크기 때문에 등가 쎌의 정의가 어렵다.
이 논문은 중성자 흡수체에 의해 비균질성이 강한 비 대칭형 쎌에 대한 균질화 방법을 검토하여 중성자 누출과 관련한 기존 균질화 방법의 적용성을 평가하였다.
수송이론에 의한 쎌 균질화 방법의 정당성을 확립하고 소형의 연구용 원자로 해석을 위한 기틀을 마련하기 위해 비균질성이 강해 중성자 누출이 큰 비 대칭형 쎌에 대한 새로운 균질화 방법을 개발하였다. 이 방법은 경계면에서의 알베도 값을 인접 쎌간의 물성으로부터 야기되는 지역효과를 반영시킬 수 있도록 반복계산법에 의해 결정하고 일차원 원주형 쎌 모델에 의한 수송계산에서 경계면의 중성자 누출을 개량된 알베도로 고정시킨 후 균질화 전후의 중성자속의 비로 정의되는 보정인자를 반복계산법으로 구하여 중성자속에 의해 가중평균된 다군 군정수 자료를 수정하는 방법이다.
새로이 제안된 균질화 방법은 다목적연구로의 간단한 노심모델을 이용하여 검증되었다. 계산 결과는 노심 외곽에 위치한 제어봉 쎌에 대한 반응율과 노심 출력 및 유효증배계수가 상세계산의 비균질 수송모델의 결과와 잘 일치하고 있음을 확인하였다. 또한 전통적인 중성자속 가중 평균 방법에 비해 이 방법은 비균질성이 강한 영역에 대한 핵 특성의 정확도를 현저하게 개선시켰다.
